원자로 격납건물은 원자력발전소에서 발생가능한 모든 비상사태에 대한 최후의 방벽 역할을 하고 있다. 따라서 사고발생시 원자로 격납건물의 극한능력을 판단하는 것은 매우 중요하다. 대표적인 고려사항 가운데 하나인 LOCA사고 발생시 CANDU형 원자로 격납건물의 극한능력을 파악하기 위해서는 구조적 안전성 평가를 위한 구조해석이 필요하다. CANDU형 원자로 격납건물은 돔과 원통형벽체로 구성된 프리스트레스 콘크리트 쉘 구조물로서 부착식 텐돈을 사용하고 있다. 본 논문에서는 극한내압능력의 평가를 위하여 3차원 구조해석시스템을 사용한 프리스트레스 콘크리트 격납건물의 비선형해석을 수행하였다.
Nonlinear stress analysis of nuclear containment building is carried out using microscopic concrete material model. The present study mainly focuses on the evaluation of the ultimate pressure capacity of idealized containment building in nuclear power plant. For this purpose, an eight-node degenerated shell element it adopted and an imaginary opening in the apex of containment building is allowed in FE model. From numerical analysis, the adopted concrete material model performs well and has a good agreement with the result obtained by using ABAQUS. Finally, we propose the present study as a benchmark test for nonlinear analysis of containment building.
In piping design of nuclear power plant facilities, the load stress according to self-weight is important for design values in test run(shutdown and starting). But sometimes it needs more studies, such as seismic analysis of an earthquake of power plant area and fatigue life and stress of thermal expansion and anchor displacement in operating run. In this paper, seismic evaluations were performed to nuclear piping system of Shin-Kori NO. 3&4 being built in Pusan lately. Results of seismic analysis are evaluated on basis of KEPIC MN code. The structural integrity on RCB piping system was proved.
The purpose of this study is to suggest analysis model of RCB construction in nuclear power plant. For the objective, This study drew the risk factors of RCB construction from existing literature. The results of the study proposed analysis model made hierarchy in rebar, form, and concrete work. These will be baseline data for risk management in construction project of nuclear power plant.
It is very important to reduce the construction duration of the Reactor Containment Building (RCB) when considering the more than 50 months on average from concrete placement to completion. The purpose of this study attempts to evaluate the single-stage workability of the system given a change in the height of the setting of RCB exterior wall formwork to be used in nuclear power plant construction. As a result of this study, it is possible height of 3.5m~4m uses formwork when analyzing the construction period and material costs an increase in formwork by concrete lateral pressure, to ensure the workability of the RCB exterior wall formwork. Through this study, I want to provide as basic data for the improvement of workability and RCB shortening the construction period.
According to natural frequency of soil, characteristics of earthquake responses of an isolated containment building in nuclear power plants are examined. For this, earthquake response analysis of seismically isolated containment buildings in nuclear power plants is carried out by strictly considering soil-structure interactions. The structure and near-field soil are modeled by the finite element method while far-field soil by consistent transmitting boundary. The equation of motion of a soil-structure interaction system under incident seismic wave is derived. The derived equations of motion are solved to carry out earthquake analysis of a seismically isolated soil-structure system. Generally, the results of this analysis show that seismic isolation significantly reduces the responses of the soil-structure system. However, if the natural frequency of the soil is similar to that of the soil-structure system, the responses of the containment buildings in nuclear power plants rather increases due to interactions in the system.
Park, Sang June;Byon, Jihyang;Ban, Doo Hyun;Lee, Suhee;Sohn, Wook;Ahn, Seokyoung
Nuclear Engineering and Technology
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제52권6호
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pp.1231-1242
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2020
The Kori Unit 1 will be decommissioned after a permanent shutdown in June 2017. South Korea has a 0.1 mSv/yr exposure limit standard for limited or unlimited site release. This is South Korea's first commercial NPP; therefore, if the containment building is reused as a memorial hall, it will contribute to the improvement of public understanding and enhance the public's acceptance of NPPs. Also, existing Kori Unit 1 nuclear power plant manpower resources can be reused after decommissioning and resident staff and memorial hall visitors can activate nearby commercial areas. Therefore, such a reuse scenario may also prevent an economic recession. The exposure dose was calculated using the following scenarios: worker in the containment building, visitor in the containment building, and worker in buildings other than the containment building. The exposure dose in the buildings was calculated by the RESRAD-BUILD developed by the Argonne National Laboratory (ANL). The preliminary exposure dose and derived concentration guideline level (DCGL) were derived.
1978년에 고리 1호기의 건설이 완공된 이래로 원자력 발전 플랜트의 건설 프로젝트는 국내 외로 점차 확대되고 있다. 그러나 일부 원자력 발전 플랜트의 건설 현장에서는 리스크 관리 능력의 부족으로 인하여 공기 지연과 공사비 손실의 문제점들을 가지고 있다. 특히, 원자력 발전 플랜트 내 원자로격납건물의 시공은 타 시공 단계에 비해 긴 공정기간으로 인하여 전문기술과 대규모 자원이 요구됨에 따라 많은 리스크 요인들이 산재될 수 있다. 따라서 원자로격납 건물의 시공에서 예상되는 리스크 요인들을 분석하여 전체 프로젝트의 안정적인 수행 방향을 제시하는 연구가 필요하다. 그러므로 본 연구는 원자로격납건물 시공의 리스크 요인들을 평가하고자 한다. 이를 위하여 본 연구는 36명의 소수 전문가 집단을 대상으로 하는 설문조사방법을 활용하였다. 24개의 리스크 요인들은 공정, 원가, 안전, 품질을 기준으로 분류되었으며, 이에 대한 평가 결과는 계층 분석방법을 활용하여 분석하였다. 이를 바탕으로 각 기준별로 분류된 리스크 요인들은 중요도와 우선순위를 산정하고 원자력 발전 플랜트의 시공 리스크 요인을 분석하는데 계층분석 방법의 적용성을 확인하였다. 본 연구의 결과는 원자로격납건물의 시공 단계에서 리스크 관리를 위한 기초 자료로 활용될 수 있을 것이다.
For the OPR1000, a standard power plant in Korea, an analytical model of the containment building considering voids and deterioration was built with multilayer shell elements. Voids were placed in the vulnerable parts of the analysis model, and the deterioration effects of concrete and rebar were reflected in the material model. To check the impact of voids and deterioration on the seismic performance of the containment building, iterative push-over analysis was performed on four cases of the analytical model with and without voids and deterioration. It was found that the effect of voids with a volume ratio of 0.6% on the seismic performance of the containment building was insignificant. The effect of strength reduction and cross-sectional area loss of reinforcement due to deterioration and the impact of strength increase of concrete due to long-term hardening offset each other, resulting in a slight increase in the lateral resistance of the containment building. To determine the limit state that adequately represents the seismic performance of the containment building considering voids and deterioration, the Ogaki shear strength equation, ASCE 43-05 low shear wall allowable lateral displacement ratio, and JEAC 4601 shear strain limit were compared and examined with the analytically derived failure point (ultimate point) in this study.
Generally significant reinforcement is used in nuclear power plant structures and may cause potential problems when concrete is poured. In particular pouring concrete into structural member joint area is more difficult than other areas since the joint area is very congested due to the crossed bars and the embedded plates, The purpose of this study is to solve these problems by applying Gr.80(550MPa) shear bars to containment structures of nuclear power plant. In order to apply them to containment structures, it is necessary to change ASME-CC code (ASME Sec.III Div.2). The structural performance tests of wall & beam have been done to compare Gr.80(550Mpa) with Gr.60(420MPa) shear bars. The test results and code change proposal were presented to ASME-CC Committee last year and the discussion for code change will be expected to proceed in the near future.
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[게시일 2004년 10월 1일]
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